WO2017176158A1 - Система локализации аварии реактора с ловушкой расплава - Google Patents

Система локализации аварии реактора с ловушкой расплава Download PDF

Info

Publication number
WO2017176158A1
WO2017176158A1 PCT/RU2017/000066 RU2017000066W WO2017176158A1 WO 2017176158 A1 WO2017176158 A1 WO 2017176158A1 RU 2017000066 W RU2017000066 W RU 2017000066W WO 2017176158 A1 WO2017176158 A1 WO 2017176158A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
reactor
base
melt
nuclear
bed
Prior art date
Application number
PCT/RU2017/000066
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Константин Иванович ГОЛОВКО
Original Assignee
Константин Иванович ГОЛОВКО
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Константин Иванович ГОЛОВКО filed Critical Константин Иванович ГОЛОВКО
Publication of WO2017176158A1 publication Critical patent/WO2017176158A1/ru

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/016—Core catchers
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • Melt trap Melt localization device - an optional part of the containment of a nuclear reactor, a structure used to localize the melt of the core of a nuclear reactor in severe accidents with the melting of the reactor core and the melting of the reactor vessel. It is one of the systems of passive nuclear safety. Provides isolation of the foundation from the melt, floor criticality of the melt and cooling of the melt.
  • a melt trap In Russian pressurized shells, a melt trap is constructed directly below the reactor (at the bottom of the reactor shaft) and is a cone-shaped metal structure with a total weight of about 750 tons.
  • the trap is filled with a special, so-called sacrificial material (filler), consisting mainly of an oceanoid of iron and aluminum.
  • the filler dissolves in the fuel melt to reduce its volumetric energy release and increase the heat exchange surface, and water through special pipelines in the trap body fills this mass.
  • the trap In European EPR reactors, the trap is an inclined surface mounted below the reactor. On it, the melt, the burnt body, is sent to a pool of water and a cooled metal bottom of a special design.
  • the main reason leading to the melt of nuclear fuel in the reactor is the insufficient flow of the cooler or its absence in the primary circuit of the NPP unit.
  • the cause, insufficient cooler in the primary circuit of the reactor may be a technical malfunction, or a violation of the operating rules.
  • SUBSTITUTE SHEET (RULE 26)
  • the existing systems for localizing the melt in the core of a nuclear reactor provide for their use in the case of penetration of the base of the reactor vessel.
  • the penetration of the reactor vessel is preceded by a sharp increase in pressure inside the reactor, leading to the destruction of the reactor vessel and the release of most of the nuclear fuel into the environment.
  • the primary objective of the "Differential System for Localizing the Accident of an Atomic Reactor” is to prevent the destruction of the external pressurized circuit of the nuclear reactor (1) (Fig. 1,2) as a result of emergency overpressure, a nuclear explosion, inside the reactor. In the future, to localize the nuclear fuel melt and stabilize the decay process in the zones of natural cooling.
  • the proposed accident localization system provides for:
  • a nuclear melt trap consists of a receiving device (2) and horizontal shafts (3).
  • the receiving device of the trap (2) is located within the limits of the reactor space.
  • the trap receiver includes melt intakes (4) with inclined guides.
  • Horizontal shafts (3) are located around the perimeter, within the main building of the NPP unit (5), in tiers, to the required depth.
  • the trap should provide instantaneous shock wave discharge, to a critical level of conservation of the upper and side structures of the nuclear reactor, and the distribution of emergency melt in the mines (3) ( Figure 1), with natural cooling, without burning concrete structures.
  • the absorption of a shock wave or gas-vapor emergency release is achieved by the design feature of the base of a nuclear reactor (7) ( Figure 1).
  • the structural strength of the base web (6) of the nuclear reactor should not exceed the strength of the upper and side structures of the nuclear reactor.
  • the destruction of the canvas of the base (6) of a nuclear reactor, under emergency loads, should be planned, that is, provided for by design surveys.
  • Active emergency destruction of the lower part of the reactor should look like a simultaneous rupture into small parts of the entire structure of the base fabric of the reactor, following the example of broken tempered glass. Or in the form of an opportunity, an instant breakthrough of small window openings, with a side up to 20 cm, over the entire floor area of the reactor.
  • the possibility of the initial destruction (rupture) of the base fabric of a nuclear reactor (6), until the criticality of the destruction of the side and upper parts of the reactor, is achieved by the unique design of the base of the reactor (7).
  • the canvas of the base of the reactor (6) is laid on a strong, supporting grid of the base of the reactor (8) ( Figure 2), with a cage up to 20 cm, wall thickness not more than 3-5 cm, with a height that can withstand critical pressure loads inside the reactor.
  • the strong, supporting grid of the base of the reactor is made of high-strength and heat-resistant material, is part of the design of a nuclear reactor, with its external side rests and integrates seamlessly with the walls of the trap.
  • the design of a solid, supporting grid of the base of the reactor must withstand cracked shock and temperature loads until the emergency melt is completely drained.
  • the base of the reactor upon reaching the beyond, emergency loads, must be destroyed (squeezed out) within the cell of the supporting grid of the base of the reactor.
  • the base fabric of the reactor is pre-formatted with risks of weakening strength.
  • the base web of the nuclear reactor is destroyed only along the inner perimeter of the reactor, while the reactor vessel is monolithically supported by the supporting walls of the trap. Structurally, the proposed invention requires extensive research and design work to change the base of a nuclear reactor.
  • Strong concrete walls of the trap receiving device (2), for receiving a melt of nuclear fuel, are the basis and foundation for a nuclear reactor (1).
  • the trap has a main vertical shaft and lateral horizontal branches (horizontal shafts (3), arranged in a sector, around the perimeter around the receiver of the trap.
  • This design option traps involves the placement of the receiving device (2) emergency melt within the under the reactor space, with horizontal lateral branches, shafts (3), within the main body of the NPP unit (5) ( Figure 1).
  • Horizontal shafts structurally, are in the form of standard, concrete shafts, with bases at the melt intakes (4), horizontally expanding in area, around the perimeter of the NPP unit (5).
  • the concrete structures of the mines are at the same time the supporting foundation of the building and units of the NPP unit.
  • the receiving device of the trap (2) and horizontal shafts (3) are a monolithic concrete block, and are strong, bearing the foundation for a nuclear reactor, the building of the NPP unit and its internal technological units.
  • the number of horizontal shafts is calculated based on the estimated amount of emergency melt that spreads uniformly over the horizontal area of the shafts, with the possibility of natural cooling, without supplying a cooler. 'The filling of the shafts depends on the height of the inlet opening above the floor of the shaft and should not exceed 5 cm. Thus, the natural filling of the horizontal shaft with a melt will be 100 or more square meters in area. with a melt height of up to 5 cm. Knowing the volume of the expected emergency melt, we plan the number of horizontal shafts.
  • a structural feature of a horizontal mine (3) is its limited filling, that is, when completely filled with emergency melt, up to 5 cm high, the melt naturally flows into the lower mines.
  • the process of filling the mine is regulated by means of melt intakes (4) ( Figure 1), protruding into the receiver of the trap (2).
  • the inclination of the intake towards the shaft provides a natural flow of the melt into the shaft, with a further distribution on the expanding horizontal surface of the shaft.
  • the structural arrangement of emergency melt intakes (4) should ensure uniform distribution of the melt between all mines (3).
  • the temperature resistance of the intakes depends on the estimated time of filling the mine with the melt. After filling the mine with a melt, the process of complete destruction of the intake is desirable, this will accelerate the distribution of the melt into the lower mines.
  • Guaranteed natural cooling of the melt, slowing down its heating, minimizing the formation of hydrogen and preventing the formation of repeated criticality, is achieved by a large area and volume of horizontal mines, the number of which can be increased in depth indefinitely.
  • the above-described accident localization system is capable of localizing a nuclear accident of the Chernobyl or Japanese type in hima.
  • a SLA with a differential system for localizing a severe accident of a nuclear reactor, with a collapsing bed of the base of the reactor and a trap with a large area and volume for storing the emergency melt, meets the highest standard for countering the terrorist threat.
  • the base web in the reactor will be destroyed by explosive pressure, the melt is discharged into the receiving device of the trap (2), evenly distributed over the horizontal shafts (3), the hermetic contour of the nuclear reactor is preserved.
  • This design of the ALS will not allow terrorists to carry out external destruction of the reactor and to contaminate the territory with radionuclides.
  • the trap and its components are structurally the foundation of the building and units of the NPP unit. They are made of high-strength concrete and slightly increase the cost of the project.

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Дифференциальная система локализации тяжелой аварии атомного реактора, с разрушающимся полотном на несущей решетке основания реактора и ловушкой большой площади, предназначена, не допустить разрушения внешнего герметичного контура ядерного реактора (1) при превышении аварийного давления, ядерного взрыва внутри реактора. Прочность конструкции полотна (6) основания ядерного реактора, смонтированного на несущей решетке (7) основания ядерного реактора, не превышает прочность верхней и боковых конструкций ядерного реактора. Аварийным, превышающем допустимое, давлением в реакторе, полотно (6) основания ядерного реактора, разрушается в виде одновременного разрыва на мелкие части всей конструкции полотна основания реактора. Разрушение полотна основания реактора, происходит в виде мгновенного прорыва небольших оконных проемов, со стороной до 20 см, по всей внутренней площади основания реактора. Полотно (6) основания реактора одномоментно выдавливается через несущую решетку (8), по всему внутреннему периметру основания реактора (7). Аварийный расплав, через прочную, несущую решетку основания реактора, сбрасывается в приемное устройство ловушки (2). Заборники расплава (4), равномерно распределяют аварийный расплав по горизонтальным шахтам (3). Горизонтальные шахты (3), расположены по секторно, по вертикали вокруг приемного устройства ловушки (2), по всему периметру, в пределах основного корпуса блока АЭС (5), по ярусно, на необходимую глубину, в достаточном количестве, обеспечивающем гарантированное естественное охлаждение и длительное хранение аварийного расплава, замедление его разогрева, минимизаци образования водорода, предотвращения образования повторной критичности.

Description

СИСТЕМА ЛОКАЛИЗАЦИИ АВАРИИ РЕАКТОРА С ЛОВУШКОЙ РАСПЛАВА
Ловушка расплава (Устройство локализации расплава) -— опциональная часть гермооболочки ядерного реактора, конструкция, служащая для локализации расплава активной зоны ядерного реактора, в тяжелых авариях с расплавлением активной зоны реактора и проплавлзнием корпуса реактора. Является одной из систем пассивной атомной безопасности. Обеспечивает изоляцию фундамента от расплава, пол критичность расплава и охлаждение расплава.
Ловушки расплава, спроектированные в России, используются на Тяньваньской АЭС (эксплуатируется с 2007 года, реакторы ВВЭР-1000), АЭС Куданкулам и являются частью проектов ВВЭР-1200 (Нововоронежская АЭС-2, Ленинградская АЭС-2[2], Балтийская АЭС[3]), ВВЭР-ТОИ.
В российских гермооболочках ловушка расплава сооружается непосредственно под реактором (на дне шахты реактора), и представляет собой конусообразную металлическую конструкцию общим весом около 750 тонн. Ловушка заполняется специальным, так называемым жертвенным материалом (наполнителем), состоящим в основном из океидоз железа и алюминия. Наполнитель растворяется в расплаве топлива для уменьшения его объёмного энерговыделения и увеличения поверхности теплообмена, а вода по специальным трубопроводам в корпусе ловушки заливает эту массу.
В европейских реакторах EPR, ловушка представляет собой наклонную поверхность, установленную под реактором. По ней расплав, прожёгший корпус, направляется в бассейн с водой и охлаждаемым металлическим днищем специальной конструкции.
Основными недостатками вышеперечисленных ловушек являются, большая стоимость проекта и жертвенных материалов, низкая естественная теплоотдача, необходимость постоянного активного охлаждения водой расплава.
Основной причиной, приводящей к расплаву ядерного топлива в реакторе, является недостаточность потока охладителя или его отсутствие в первом контуре блока АЭС.
Причиной, недостаточности охладителя в первом контуре реактора, может стать техническая неисправность, либо нарушение правил эксплуатации.
При максимальных рабочих нагрузках, кратковременное аварийное прекращение подачи охладителя в рабочую зону, может вызвать газопаровой выброс, с последующим разр) шением реактора.
Расплав ядерного топлива внутри ядерного реактора, с выбросом огромного количества энергии, превышающие допустимые рабочие пределы давления, ведёт к механическому разрушению герметичного контура реактора.
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСТ (ПРАВИЛО 26) Существующие системы локализации расплава активной зоны ядерного реактора, предусматривают их применение в случае проплавления основания корпуса реактора. Однако, проплавлению корпуса ядерного реактора, предшествует резкое повышение давления внутри реактора, приводящее к разрушению корпуса реактора и выбросу большой части ядерного топлива в окружающую среду.
Первичной задачей «Дифференциальной системы локализации аварии атомного реактора» является, не допустить разрушения внешнего герметичного контура ядерного реактора (1) (Фиг.1,2), в результате аварийного превышения давления, ядерного взрыва, внутри реактора. В дальнейшем, локализовать расплав ядерного топлива и стабилизировать процесс распада в зонах естественного остывания.
Предлагаемая система локализации аварии предусматривает:
- поглощение начальной ударной волны от ядерного взрыва или газопарового аварийного выброса;
- приём, распределение и хранение с естественным охлаждением аварийных сплавов ядерного топлива.
В предлагаемой Дифференциальной системе локализации тяжёлой аварии - атомного реактора, ловушка ядерного расплава состоит из приёмного устройства (2) и горизонтальных шахт (3).
Конструктивно, приемное устройство ловушки (2), располагается в пределах под реакторного пространства. В состав приёмного устройства ловушки входят заборники расплава (4) с наклонными направляющими.
Горизонтальные шахты (3) располагаются по периметру, в пределах основного корпуса блока АЭС (5), по ярусно, на необходимую глубину.
Равномерная дифференция аварийного расплава по горизонтальным шахтам (3), достигается за счет конструктивной особенности полотна основания реактора (6) (Фиг.2) и несущей решётки основания реактора (8) (Фиг.2) и расположения заборников расплава (4) (Фиг.1) ловушки.
Конструктивно, ловушка должна обеспечить одномоментный сброс ударной волны, до критического уровня сохранения верхней и боковых конструкций ядерного реактора, и распределение аварийного расплава в шахтах (3) (Фиг.1), с естественным охлаждением, без прожига бетонных конструкций.
Поглощение ударной волны или газопарового аварийного выброса, достигается конструктивной особенностью основания ядерного реактора (7) (Фиг.1). Прочность конструкции полотна основания (6) ядерного реактора, не должна превышать прочности верхней и боковых конструкций ядерного реактора. Разрушение полотна основания (6) ядерного реактора, при аварийных нагрузках, должно быть спланированным, то есть, предусмотренным проектными изысканиями. Активное аварийное разрушение нижней части реактора, должно выглядеть, в виде одновременного разрыва на мелкие части всей конструкции полотна основания реактора, по примеру разбитого закаленного стекла. Либо в виде возможности, мгновенного прорыва небольших оконных проемов, со стороной до 20 см, по всей площади пола реактора. Возможность, первоначального разрушения (разрыва) полотна основания ядерного реактора (6), до момента критичности разрушения боковых и верхней частей реактора, достигается уникальностью конструкции основания реактора (7).
Полотно основания реактора (6) укладывается на прочную, несущую решётку основания реактора (8) (Фиг.2), с клеткой до 20 см, толщиной стенок не более 3-5 см, высотой позволяющей выдерживать критичные нагрузки давления внутри реактора. , Прочная, несущая решётка основания реактора, выполняется из высокопрочного и термостойкого материала, является частью конструкции ядерного реактора, своей внешней стороной опирается и монолитно стыкуется со стенами ловушки. Конструкция прочной, несущей решётки основания реактора, должна выдерживать, закретичные ударные и температурные нагрузки, до полного слива аварийного расплава. При этом полотно основания реактора, при достижении запредельных, аварийных нагрузок, должно разрушаться (выдавливаться) в пределах клетки несущей решётки основания реактора. Для достижения прямоугольного разрыва, в виде оконных проемов, полотно основания реактора предварительно форматируется рисками ослабления прочности. Полотно основания ядерного реактора разрушается только по внутреннему периметру реактора, при этом корпус реактора монолитно опирается на несущие стены ловушки. Конструктивно, предлагаемое изобретение, требует больших изыскательных и проектных работ по изменению основания ядерного реактора.
Предлагаемая конструкция полотна и несущей решётки основания ядерного реактора, разрушающегося до момента прочности разрушения стен и загрузочной плиты (верхней части) реактора, позволяет выполнить задачу гашения ударной волны, снизить давление, одномоментно удалить ядерный расплава из реактора, не допустить выхода радионуклидов в окружающую среду, а также равномерно слить ядерный расплав по всему периметру приёмного устройства ловушки (2).
Прочные бетонные стены приёмного устройства ловушки (2), для приема расплава ядерного топлива, являются основанием и фундаментом для ядерного реактора (1). Конструктивно ловушка имеет основную вертикальную шахту и боковые горизонтальные ответвления (горизонтальные шахты (3) , устроенные по секторно, по периметру вокруг приёмного устройства ловушки.
Данный вариант конструкции ловушки предполагает, размещение приемного устройства (2) аварийного расплава в пределах под реакторного пространства, с боковыми горизонтальными ответвлениями, шахтами (3), в пределах основного корпуса блока АЭС (5) (Фиг.1 ).
Горизонтальные шахты, конструктивно, выполняются в виде стандартных, бетонных шахт, с основаниями у заборников расплава (4), горизонтально расширяющимися по площади, по периметру блока АЭС (5).
Бетонные конструкции шахт, одновременно являются несущим фундаментом здания и агрегатов блока АЭС.
Конструктивно, приёмное устройство ловушки (2) и горизонтальные шахты (3), являются монолитным бетонным блоком, и являться прочным, несущим основание для ядерного реактора, здания блока АЭС и его внутренних технологичных агрегатов. Количество горизонтальных шахт рассчитывается исходя из предполагаемого количества аварийного расплава, равномерно растекшегося по горизонтальной площади шахт, с возможностью естественного остывания, без подачи охладителя. ' Наполняемость шахт зависит от высоты подъема входного отверстия над полом в шахту и не должна превышать 5 см. Таким образом, естественное заполнение расплавом, горизонтальной шахты, составит по площади от 100 и более м кв. с высотой расплава до 5 см. Зная объем ожидаемого аварийного расплава, планируем количество горизонтальных шахт.
Конструктивной особенностью горизонтальной шахты (3), является ее ограниченная наполняемость, то есть, при полном заполнении аварийным расплавом, высотой до 5 см, происходит естественное перетекание расплава в нижние шахты. Процесс заполняемости шахты, регулируется при помощи заборников расплава (4) (Фиг.1), выступающих во внутрь приёмного устройства ловушки (2). Наклон заборника в сторону шахты, обеспечивает естественное стекание расплава в шахту, с дальнейшим распределением по расширяющейся горизонтальной поверхности шахты.
Конструктивное расположение заборников аварийного расплава (4), должно обеспечивать равномерное распределение расплава между всеми шахтами (3). От расчетного времени наполнения расплавом шахты, зависит температурная стойкость заборников. После наполнения расплавом шахты, желателен процесс полного разрушения заборника, это ускорит распределение расплава в нижние шахты.
Гарантированное естественное охлаждение расплава, замедление его разогрева, минимизация образования водорода и предотвращения образования повторной критичности, достигается большой площадью и объемом горизонтальных шахт, количество которых можно увеличивать в глубину неограниченно.
После аварийного взрыва и разрушения полотна основания реактора, необходимо предусмотреть, одномоментное прекращение подачи охладителя в реактор, с целью не допущения, повторного образования газопарового выброса. Активно включается и используется штатная система снижения давления внутри реактора, для предотвращения возникновения взрывоопасных концентраций водорода.
Без подачи охладителя, цепная реакция приведет к полному расплаву ядерного топлива и его вытеканию в ловушку, с дифференцируемым распределением расплава по горизонтальным шахтам.
Предлагаемая конструкция горизонтальных шахт, позволяет создать большую удельную поверхность теплоотвода через бетонные стены в окружающем грунте. Предусмотренные, во внешних стенах шахт, заглушённые технические отверстия, позволяют частичное извлечение расплава для дальнейшей переработки.
Выше описанная система локализации аварии, способна обеспечить локализацию ядерной аварии типа Чернобыльской или японской в Фокусиме.
СЛА, с дифференциальной системой локализации тяжёлой аварии атомного реактора, с разрушающимся полотном основания реактора и ловушкой с большой площадью и объемом для хранения аварийного расплава, соответствует наивысшему стандарту противостояния террористической угрозе. Т.е. при намеренных действиях персонала АЭС или террористов, приведших к критическому расплаву ядерного топлива в реакторе, взрывным давлением разрушится полотно основания в реакторе, расплав сбрасывается в приёмное устройство ловушки (2), равномерно распределяется по горизонтальным шахтам (3), герметичный контур ядерного реактора сохранен. Данная конструкция СЛА не позволит террористам произвести внешнее разрушение реактора и произвести загрязнение территории радионуклидами.
Для осуществления изобретения, потребуется большая изыскательная работа, по проектированию разрушающегося полотна основания реактора, его надежность выдерживать продолжительные до критические нагрузки.
Ловушка и её составляющие, конструктивно являются фундаментом здания и агрегатов блока АЭС. Изготавливаются из высокопрочного бетона и ненамного увеличивают стоимость проекта.

Claims

Формула изобретения
«Дифференциальная система локализации тяжелой аварии атомного реактора, с разрушающимся полотном основания реактора и ловушкой большой
площади».
Дифференциальная система локализации тяжёлой аварии атомного реактора состоит из, запрограммированного разрушающегося полотна на несущей решётке основания ядерного реактора и ловушки расплава состоящей из, приёмного устройства с наклонными заборниками расплава и секторных, горизонтальных бетонных шахт, выполненных по ярустно вокруг приёмного устройства, на необходимую глубину, по всему периметру блока АЭС, с ограниченной наполняемостью и возможностью перетекания, равномерного распределения а. естественного охлаждения аварийного расплава.
6
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСТ (ПРАВИЛО 26)
PCT/RU2017/000066 2016-04-04 2017-02-10 Система локализации аварии реактора с ловушкой расплава WO2017176158A1 (ru)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2016112765 2016-04-04
RU2016112765A RU2606381C1 (ru) 2016-04-04 2016-04-04 Дифференциальная система локализации тяжёлой аварии атомного реактора с разрушающимся полом реактора и ловушкой большой площади

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2017176158A1 true WO2017176158A1 (ru) 2017-10-12

Family

ID=58452303

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2017/000066 WO2017176158A1 (ru) 2016-04-04 2017-02-10 Система локализации аварии реактора с ловушкой расплава

Country Status (2)

Country Link
RU (1) RU2606381C1 (ru)
WO (1) WO2017176158A1 (ru)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106910537A (zh) * 2017-04-26 2017-06-30 上海核工程研究设计院 一种用于保护堆外捕集器的保护装置
RU2696004C1 (ru) * 2018-08-29 2019-07-30 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2398294C1 (ru) * 2009-04-15 2010-08-27 Открытое акционерное общество "Атомэнергопроект" Устройство для локализации расплава активной зоны ядерного реактора
EP2581913A1 (en) * 2010-06-14 2013-04-17 Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd. Core catcher having an integrated cooling path
RU2514419C2 (ru) * 2012-06-01 2014-04-27 Открытое акционерное общество "Восточно-Европейский головной научно-исследовательский и проектный институт энергетических технологий" (ОАО "Головной институт "ВНИПИЭТ" Устройство локализации и охлаждения кориума ядерного реактора
EP1988551B1 (en) * 2006-02-22 2015-01-28 Kabushiki Kaisha Toshiba Core catcher

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE4319094A1 (de) * 1993-06-08 1994-12-15 Siemens Ag Einrichtung und Verfahren zum Auffangen und Kühlen von Kernschmelze
RU2175152C2 (ru) * 1999-10-26 2001-10-20 Российский Федеральный Ядерный Центр - Всероссийский Научно-Исследовательский Институт Экспериментальной Физики Способ и устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора
KR100597723B1 (ko) * 2004-02-10 2006-07-10 한국원자력연구소 노심용융물 피동 냉각 및 가둠장치
JP2011174897A (ja) * 2010-02-25 2011-09-08 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 溶融物冷却構造、これを備えた原子炉格納容器およびこれを備えた原子力プラント

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP1988551B1 (en) * 2006-02-22 2015-01-28 Kabushiki Kaisha Toshiba Core catcher
RU2398294C1 (ru) * 2009-04-15 2010-08-27 Открытое акционерное общество "Атомэнергопроект" Устройство для локализации расплава активной зоны ядерного реактора
EP2581913A1 (en) * 2010-06-14 2013-04-17 Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd. Core catcher having an integrated cooling path
RU2514419C2 (ru) * 2012-06-01 2014-04-27 Открытое акционерное общество "Восточно-Европейский головной научно-исследовательский и проектный институт энергетических технологий" (ОАО "Головной институт "ВНИПИЭТ" Устройство локализации и охлаждения кориума ядерного реактора

Also Published As

Publication number Publication date
RU2606381C1 (ru) 2017-01-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP3118489B2 (ja) 原子炉の偶発的メルトダウン後に炉心を回収するための装置を備えた原子炉
US4050983A (en) Passive containment system
US4442065A (en) Retrofittable nuclear reactor core catcher
Fischer The severe accident mitigation concept and the design measures for core melt retention of the European Pressurized Reactor (EPR)
US4210614A (en) Passive containment system
RU2576517C1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
EP2748823B1 (en) Pressurized water reactor with compact passive safety systems
RU2099801C1 (ru) Установка ядерного реактора с устройством удержания ядра и способ внешнего охлаждения последнего путем естественной циркуляции
US3984282A (en) Passive containment system for a nuclear reactor
EP3236473B1 (en) System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor
WO2016099328A1 (ru) Локализация и охлаждение расплава активной зоны ядерного реактора
US10147506B2 (en) Conformal core cooling and containment structure
US20160141054A1 (en) In-vessel and ex-vessel melt cooling system and method having the core catcher
RU100327U1 (ru) Устройство локализации расплава
EP2431976A1 (en) Melt-cooling promoting apparatus, and reactor container
Dehjourian et al. Investigation of a hydrogen mitigation system during large break loss-of-coolant accident for a two-loop pressurized water reactor
Song et al. Overview of containment filtered vent under severe accident conditions at Wolsong NPP unit 1
JPH10319166A (ja) 偶発的炉心溶融時に作動する炉心回収装置を内蔵する水型原子炉
RU2606381C1 (ru) Дифференциальная система локализации тяжёлой аварии атомного реактора с разрушающимся полом реактора и ловушкой большой площади
EP3067895A1 (en) Primary containment vessel
US6195405B1 (en) Gap structure for nuclear reactor vessel
EP0153308B1 (en) Retrofittable nuclear reactor
JP2014173984A (ja) 原子炉
Uspuras et al. Development of accident management measures for RBMK-1500 in the case of loss of long-term core cooling
CN116368580A (zh) 预防堆芯熔融物熔穿rpv的安全系统及安全控制方法

Legal Events

Date Code Title Description
NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 17779412

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

122 Ep: pct application non-entry in european phase

Ref document number: 17779412

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1